B_4C俘获热中子时产生的次级γ光子所致有效剂量的研究

防护装具用含硼材料中10B俘获热中子时,产生的0.48 MeV次级γ光子经过材料自身衰减后对人体造成的有效剂量,与材料吸收热中子(被俘获)所减少剂量作比较,可评价所用屏蔽材料的合理性。通过建立保守的数学模型,在1.5 cm和2.0 cm两种厚度屏蔽材料情况下,分别计算了未经碰撞的γ光子和经康普顿散射的γ光子所致的总有效剂量。得到的屏蔽材料感生γ射线对人体造成的有效剂量,在材料厚度1.5 cm时为0.89 pSv,2.0 cm时为0.85 pSv,它们都不到防护材料所减少的热中子剂量(10.4 pSv)的8.7%,初步证明材料中使用B4C的合理性。     

高效能屏蔽材料铅硼聚乙烯

本文介绍了核动力反应堆用的几种中子和γ辐射的复合屏蔽材料，以及它们的物理性能，机械性能，γ辐照效应和屏蔽性能，并同国外类似的产品进行了对比，推荐了几种屏蔽效果良好和有推广应用价值的复合屏敝材料。     

含硼不锈钢材料中子/γ综合屏蔽性能计算分析

采用蒙特卡罗粒子输运程序与燃耗计算分析程序相结合(MCNP5/ORIGEN2.1)的方法对辐射防护不锈钢材料屏蔽性能和活化产物进行了综合计算分析。结合辐射屏蔽设计结构优化方法和性能计算的具体要求,给出了中子/γ综合屏蔽性能分析评价方法,针对核反应堆单层外照射三层屏蔽结构简化模型,模拟计算了硼不锈钢和普通不锈钢材料对中子/γ混合辐射场的中子、光子、(n,γ)反应产生的光子、材料内二次活化产物光子的屏蔽效果,并对防护材料的综合屏蔽性能进行了评价。     

基于蒙特卡罗方法的复合材料辐射屏蔽设计北大核心CSCD

在乏燃料后处理厂的工作环境中可能存在着低能中子-γ射线混合辐射,严重威胁工作人员的人身安全。本文针对上述混合辐射环境,利用蒙特卡罗程序Geant4模拟计算了一种钨/硼纤维增强含硼/铋聚合物复合材料中不同材料参数对低能中子和γ射线综合防护效果的影响。结果显示,此种钨/硼纤维复合材料对低能中子和γ射线均具有良好的屏蔽效果。文章证实了纤维垂直排布方式具有比平行排布方式更优的屏蔽效果,且垂直排布方式下透过粒子束的强度分布更加均匀。此外,在聚合物基体中掺杂一定质量分数的硼/铋可以进一步增强复合材料的辐射屏蔽效果。依据这些结果我们认为此种复合材料可以为后处理厂等辐射环境中的防护服及相关防护用具提供参考。     

屏蔽材料对γ射线屏蔽情况的蒙特卡罗模拟

屏蔽防护在反应堆、一般放射性测量以及低水平放射性测量中都起着极为重要的作用.运用蒙特卡罗MCNP4C程序,模拟了几种常用的屏蔽材料对γ射线屏蔽情况.通过对模拟结果的分析,给出这些屏蔽材料对γ射线的衰减系数、有效衰减系数,并对能量发散情况进行定量分析,同时补充了一些辐射防护手册中没有提供而在实际工作中有用的屏蔽材料的屏蔽...     

加速器辐射防护屏蔽的蒙特卡罗计算

电子加速器在工业生产和社会中的应用越来越多。由于其产生的高剂量电子束和电子束与物质作用会产生的大量X射线，会对人体会造成辐射损伤，必须对其进行一定的屏蔽。出于节省成本和材料，减轻防护重量的目的，需要对防护进行优化计算。     

聚丙烯酸钐/环氧树脂辐射防护材料的制备工艺及性能

通过辐照接枝聚合的方法制备聚丙烯酸钐/环氧树脂辐射防护材料和聚丙烯酸钐/丙烯酸铅/环氧树脂辐射防护材料,研究不同剂量γ射线照射下样品的性能差异和不同金属浓度样品的性能差异,并比较钐元素和铅元素对光子的屏蔽能力。采用X射线衍射(XRD)、傅里叶变换红外光谱(FT-IR)、扫描电镜(SEM)、能量色散型X射线能谱(EDAX)等方法研究了材料的微观结构;对材料的力学性能进行了测试和分析;用多道γ谱仪和GammaVision软件测试并分析了材料的辐射防护性能。结果表明：复合材料较纯环氧树脂力学性能得到了改善;材料制备过程中γ射线的照射剂量控制在50kGy左右为宜;稀土元素钐防护低能射线的能力强于传统的屏蔽元素Pb。     

核聚变实验装置HT-7U一维及二维辐射防护设计研究

主要介绍一维、二维中子输运程序ANISN,DOT3.5在核聚变实验装置HT-7U辐射屏蔽物理设计中的应用。计算和分析了该装置实验大厅内外中子注量/能谱、γ注量/能谱、中子剂量率、γ剂量率的空间分布,对屏蔽材料的选取及屏蔽层厚度进行了优化设计,为HT-7U装置的辐射屏蔽物理设计提供了建议性意见及理论依据。     

2MeV加速器辐射防护的设计

高能电子束在工业生产和社会中的应用越来越多。由于它与物质的作用会产生大量X射线，对人体会造成辐射损伤，必须对其进行一定的屏蔽。出于节省成本和材料，减轻防护质量的目的，必须对防护进行优化设计。本工作首先用蒙特卡罗程序计算了沿束流方向不同屏蔽材料后的辐射剂量，并与经验公式的计算结果进行比较，从而确定了所需要的屏蔽材料厚度。     

基于~(252)Cf源的反应堆结构屏蔽材料屏蔽性能测试装置设计

基于252Cf中子源,构建了反应堆结构屏蔽材料屏蔽性能测试装置设计模型。采用MCNP程序建立了测试模型,并逐次模拟计算屏蔽性能测试装置慢化层、中子防护层、γ光子防护层厚度。对于关键的慢化层,采用Geant4程序进一步验证MCNP程序的计算结果。通过分析模拟计算获得了最优屏蔽材料及厚度分别为:慢化层材料为石蜡,厚度为8 cm;中子防护层材料为聚乙烯,厚度为38 cm;γ防护层材料为铁,厚度为11 cm。模拟实验结果表明,所设计屏蔽性能测试装置能够满足中子慢化以及中子、光子防护的需要。     

241Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置及辐照器设计

²⁴¹Am-Be中子源被广泛用于实验研究，为保护实验人员免受中子及γ射线照射，需要设计适当的屏蔽。利用蒙特卡罗方法计算中子透射不同材料后的能谱分布与剂量，优选各层屏蔽材料种类与厚度，设计一套²⁴¹Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置。装置由内而外采用钨+聚乙烯+含硼聚乙烯+不锈钢进行防护，外表面周围剂量当量率H^*(10)低于10μSv/h,满足辐射防护要求。同时对装置内部热中子、超热中子和快中子注量分布进行研究，确定装置快中子和热中子输出通道最佳位置。在辐照装置同时开放快中子和热中子通道进行实验测试时，需要设置距离大于130 cm的控制区，以保障操作人员安全。     

Am-Be中子源屏蔽优化设计的蒙特卡罗模拟研究

用低密度富氢材料作为²⁴¹Am-Be中子源防护罐屏蔽材料,防护罐尺寸大,屏蔽效率低,不利于现场测井作业。利用蒙特卡罗模拟方法,分别计算多种屏蔽材料对中子的慢化效果,优化设计了中子屏蔽效果好、相对轻便的防护罐。模拟结果得到:针对石油测井常用的18 Ci ²⁴¹Am-Be中子源屏蔽罐,内层选用钨作为高能快中子的慢化层,厚度取13 cm;外层选用硼聚乙烯作为较低能量快中子慢化和热中子吸收层,厚度取18 cm。防护罐整体尺寸为φ62 cm×62 cm,体积0.187 m³,质量430 kg,比传统石蜡罐直径和重量约小一半,屏蔽罐外辐射剂量率小于0.025 mSv·h^-1,符合辐射防护标准要求。     

针对车载D-D加速器中子源的紧凑、轻量化屏蔽材料优化设计研究

为减小D-D加速器中子源的体积和质量，本文结合遗传算法和MCNP程序建立了一种针对快中子的优化设计紧凑、轻量化屏蔽材料的方法。基于此方法，设计得到了一系列材料样本，采用MCNP程序模拟了各材料对D-D中子的屏蔽性能，并与传统材料PB202、PE-30%B、M-L1、M-L2进行了对比。为直观比较屏蔽材料的性能，假设加速器生物屏蔽体为同轴渐缩圆柱体结构，对不同材料所需体积及质量进行了对比，结果显示，SDGa性能较好，可同时满足紧凑化与轻量化的需求。同时，对SDG3和SDG3*辐照1000 h后的活化伽马剂量率进行了评估，结果显示其活化影响可忽略。     

不同形貌钨酸铋对γ射线的屏蔽性能研究

为制备性能优良的辐射防护材料，通过水热法合成钨酸铋（Bi₂WO₆）纳米晶体，并制得水性聚氨酯基-钨酸铋复合材料，研究钨酸铋的晶体结构和形貌对其γ射线屏蔽性能的影响。结果表明，前驱体溶液pH对钨酸铋的合成影响显著，酸性和中性条件下生成正交相钨酸铋，强碱条件下则为四方相钨酸铋（Bi_0.875W_0.125O_1.6875）；随着前驱体溶液pH增加，钨酸铋晶体形貌由花状微球逐渐过渡到柿饼状，再转变为随机堆积的纳米片。正交相柿饼状钨酸铋对81 keV γ射线的屏蔽效果较佳，而四方相钨酸铋则对59.5和121.8 keV γ射线的屏蔽效果更佳；另外，不同晶相钨酸铋制得的复合材料力学性能差异明显。研究结果可为无毒、质轻、高效的新型γ射线屏蔽材料的开发提供参考。     

用于核素在线瞬发伽马数据测量的热中子源设计

基于MCNP程序建立了西安脉冲堆热中子源设计的蒙特卡罗深穿透耦合屏蔽计算方法；采用MCNP临界源模型计算了热柱方腔前表面的中子、伽马平面源的参数，并与实验值进行了对比，给出了平面源的修正系数；基于中子、伽马等效平面源，采用新型硼铝复合材料以及铅、铋等材料，优化设计了热中子束流滤束装置，给出了热中子束流滤束装置的升级改造方案，得到热中子通量密度较原设计方案提高3倍、中子伽马通量密度比值大于10的平行热中子束，且束流外侧区域的中子、伽马本底剂量率接近0.025 mSv/h的辐射防护标准。     

基于正向蒙特卡罗计算的自动源偏倚方法在屏蔽计算中的应用

反应堆屏蔽计算是粒子输运数值计算的难点问题之一。由于仅有少量处于堆芯外围组件的高能中子能到达屏蔽层外，如果对源粒子采用无偏抽样，大量的计算时间用于模拟无用的源粒子，计算效率很低。偏倚抽样是提升蒙特卡罗模拟计算效率的重要途径，包含源偏倚、输运偏倚和碰撞偏倚等。MCNP程序的权窗发生器可为输运偏倚和碰撞偏倚提供参数，但不包含源偏倚。本文利用正向蒙特卡罗计算权窗发生器产生的重要性函数，生成源偏倚参数以及与之匹配的权窗系数，在屏蔽计算中取得了很好的效果。本文的方法与MCNP的权窗功能完全兼容，使用方便。     

可控中子源中子-伽马测井仪中屏蔽结构的优化

本文设计了一种使用遗传算法调用蒙特卡罗计算软件MCNP的方案,用以优化设计中子-伽马测井仪中的屏蔽结构。以D-D聚变中子源和BGO探测器为研究对象,以最小化探测器内的辐照本底为优化目标,设计出了3种不同厚度的屏蔽结构。模拟结果表明,这些屏蔽结构具有优异的屏蔽性能,可有效地降低探测器中的辐射本底。     

ADS实验大厅中子防护工程技术研究

为了保障加速器驱动次临界系统(ADS)散裂靶与反应堆耦合特性及影响验证实验的顺利进行,以原子能院现有的临界实验装置为基础,对堆厅部分墙体进行屏蔽改造。建造由聚乙烯、镉、铅、钢以及混凝土等材料构成的屏蔽装置,以防止临界装置产生的射线外泄,使工作人员受到的照射保持在合理水平。通过MCNP模拟计算,完成了屏蔽结构的优化设计。基于槽钢支撑结构、铅屏蔽层、镉屏蔽层和聚乙烯屏蔽层等材料组成的组合屏蔽结构建立简化模型,采用ANSYS有限元分析程序计算分析得出各部分应力小于许用应力,稳定性符合要求。最后通过工程实践,完成对屏蔽性能理论计算结果的验证。     

利用MOCA程序模拟PGNAA技术探测地雷的方法

利用MOCA程序设计地雷探测装置，并模拟瞬发γ中子活化分析（prompt gamma neutron activation analysis, PGNAA）技术探测地雷过程。采用东北师范大学NG-9型中子发生器为中子源，研究其内部绝缘材料（聚酰亚胺等）对中子能量分布的影响。在此基础上设计并优化装置，确定钨、碳化钨、钨+含硼聚乙烯+铅组合，分别作为慢化体、反射体与屏蔽体。相比单能中子源分布情况，慢化体、反射体、屏蔽体厚度降低。使用硅酸钇镥（lutetium yttrium oxyortho silicate, LYSO）探测器探测埋藏于含水量5%的土壤中、不同深度下地雷产生的伽玛射线。对氢、碳、氮、氧元素进行分析，定性确定了反坦克、步兵地雷的有效探测深度，结果表明，设计的装置具有可行性，可利用该装置进行实际PGNAA测试研究。